7. Особенности воздействия ионизирующих излучений и радиоактивных веществ на биологические объекты

Основные термины¹: 1. Загрязнение радиоактивное ─ присутствие радиоактивных веществ на поверхности, внутри материала, в воздухе, в теле человека или в другом месте, в количестве, превышающем уровни, установленные НРБ.

2. Радиационная авария ─ потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями работников (персонала), стихийными бедствиями или иными причинами, которая могла привести или привела к облучению людей выше установленных норм или радиоактивному загрязнению окружающей среды (п. 58 раздела «Термины и определения» НРБ-99 и ОС­ПОРБ-99).

3. Радиационный риск ─ вероятность того, что у человека в результате облучения возникает какой-либо конкретный вредный эффект от ионизирующего излучения.

4. Персонал ─ лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б) (п. 55 раз­дела «Термины и определения» НРБ-99 и ОСПОРБ-99).

5. Работа с источником ионизирующего излучения ─ все виды обращения с источником излучения на рабочем месте, включая радиационный контроль (п. 60 раздела «Термины и определения» НРБ-99 и ОСПОРБ-99).

6. Риск радиационный ─ вероятность возникновения у человека или его потомства какого-либо вредного эффекта в результате облучения (п. 62 раздела «Термины и определения» НРБ-99 и ОСПОРБ-99).

7. Радиационное воздействие на людей (облучение) ─ воздействие на людей, (популяции) ионизирующего излучения, которое может быть внешним - от источников находящихся вне организма и внутренним - от источников попавших внутрь организма.

8. Радиационная безопасность населения ─ состояние защищенности настоящего и будущего поколения людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения.

9. Доза максимальная потенциальная ─ максимальная индивидуальная эффективная (эквивалентная) доза облучения, которая может быть получена за календарный год при работе с источниками ионизирующих излучений в стандартных условиях на конкретном рабочем месте, Зв/год.

10. Доза эффективная (эквивалентная) годовая ─ сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год (п. 18 раздела "Термины и определения" НРБ─99 и ОСПОРБ─99).

11. Единица годовой эффективной дозы ─ зиверт (Зв).

12. Источник ионизирующего излучения ─ радиоактивное вещество или устройство, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение, на которое распространяется действие НРБ─99 и ОСПОРБ─99 (п. 27 раздела "Термины и определения" НРБ─99 и ОСПОРБ─99).

13. Источник излучения техногенный ─ источник ионизирующего излучения специально созданный для его полезного применения или являющийся побочным продуктом этой деятельности (п. 29 раздела "Термины и определения" НРБ─99 и ОСПОРБ─99).

14. Источник радионуклидный закрытый ─ источник излучения, устройство которого исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан (п. 30 раздела "Термины и определения" НРБ─99 и ОСПОРБ─99).

14. Источник радионуклидный открытый ─ источник излучения, при использовании которого возможно поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду (п. 31 раздела "Термины и определения" НРБ─99 и ОСПОРБ─99).

15. Место рабочее ─ место постоянного или временного пребывания персонала для выполнения производственных функций в условиях воздействия ионизирующего излучения в течение более половины рабочего времени или двух часов непрерывно (п. 37 раздела "Термины и определения" НРБ─99 и ОСПОРБ─99).

16. Место рабочее временное ─ место (или помещение) пребывания персонала для выполнения производственных функций в условиях воздействия ионизирующего излучения в течение менее половины рабочего времени или менее двух часов непрерывно.

17. Место рабочее постоянное ─ место (или помещение) пребывания персонала для выполнения производственных функций в условиях воздействия ионизирующего излучения в течение не менее половины рабочего времени или двух часов непрерывно. Если обслуживание процессов производства осуществляется в различных участках помещения, то постоянным рабочим местом считается все помещение.

18. Мощность дозы - доза излучения за единицу времени (секунду, минуту, час) (п. 38 раздела "Термины и определения" НРБ─99 и ОСПОРБ─99).

19. Мощность потенциальной дозы излучения ─ максимальная потенциальная эффективная (эквивалентная) доза излучения при стандартной продолжительности работы в течение года. (В рамках данного документа).

20. Облучение производственное ─ облучение работников от всех техногенных и природных источников ионизирующего излучения в процессе производственной деятельности (п. 45 раздела "Термины и определения" НРБ─99 и ОСПОРБ─99).

21. Объект радиационный ─ организация, где осуществляется обращение с техногенными источниками ионизирующего излучения (п. 49 раздела "Термины и определения" НРБ─99 и ОСПОРБ─99).

22. Работа с источником ионизирующего излучения Радиационная авария - потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями работников (персонала), стихийными бедствиями или иными причинами, которая могла привести или привела к облучению людей выше установленных норм или радиоактивному загрязнению окружающей среды (п. 58 раздела "Термины и определения" НРБ─99 и ОСПОРБ─99).

23. Работа с радиоактивными веществами - все виды обращения с радиоактивными веществами на рабочем месте, включая радиационный контроль (п. 61 раздела "Термины и определения" НРБ─99 и ОСПОРБ─99).

24. Эффекты излучения детерминированные - клинически выявляемые вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, в отношении которых предполагается существование порога, ниже которого эффект отсутствует, а выше - тяжесть эффекта зависит от дозы (п. 70 раздела "Термины и определения" НРБ─99 и ОСПОРБ─99).

25. Эффекты излучения стохастические - вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, не имеющие дозового порога возникновения, вероятность возникновения которых пропорциональна дозе и для которых тяжесть проявления не зависит от дозы (п. 71 раздела "Термины и определения" НРБ─99 и ОСПОРБ─99).

Различают: естественный (природный) радиационный фон (ЕРФ); технологически измененный радиационный фон (ТИЕРФ); искусственный радиационный фон (ИРФ) (см. табл. 24).

Таблица 24.

Основные источники облучения населения России и обусловленные ими эффективные эквивалентные дозы (НРБ, 1999; Э. Крисюк и соавт., 1989)

Источники излучения	Доза, мкЗв/год
I. Космические лучи: на поверхности Земли	320
Гамма-излучение:Фоновое	300
1.1. Дополнительное	110
Бета-излучатели	200
Альфа-излучатели	160
Фоновое	280
Стройматериалы	480
Почва	1090
1.2. Медицинское обследование	1230
Рентген диагностика	1200
Радионуклидная диагностика	30
Остальные искусственные источники	53,1
Испытание ядерного оружия	20
Ядерная энергетика	О,1
Профессиональное облучение	3
Последствия аварии на ЧАЭС	30
Всего	4200

ЕРФ ─ в свою очередь подразделяются на:

а) внешние источники внеземного происхождения (космическое излучение);

б) внешние источники земного происхождения (радионуклиды земной коры, воды, воздуха);

в) внутренние источники, т.е. радионуклиды естественного происхождения, попадающие в организм.

Суммарная эффективная эквивалентная доза (ЭЭД) от ЕРФ в среднем составляет 2 мЗв в год.

ТИЕРФ ─ излучение от естественных источников ионизирующего излучения, которые не имело бы места (или не изменилось бы), без деятельности человека, непредназначенной для непосредственной генерации ионизирующего излучения. Его возникновение обусловлено добычей полезных ископаемых, сгоранием топлива, строительными материалами, изготовлением и использованием минеральных удобрений, высотными полетами и т.д. Наибольший вклад в ТИЕРФ вносят строительные материалы, так ЭЭД от деревянных строительных материалов ─ 0,5 мЗв/год, кирпичных ─ 1 мЗв/год, железобетонных ─ 1,7 мЗв/год. Средняя годовая ЭЭД от ТИЕРФ - 1,1 ─ 1,4 мЗв.

Искусственный радиационный фон ─ ионизирующее излучение, обусловленное рассеянными в атмосфере искусственными радионуклидами (1-3% от ЕРФ). ИРФ формируется за счет:

а) объектов атомного цикла (добыча, переработка сырья и захоронение радиоактивных отходов);

б) работа АЭС и АЭУ;

в) использование рентгено-радиоизотопной диагностики и лечения¹;

г) радиоактивные выпадения вследствие испытаний ядерного оружия.

Альфа-излучение по физической природе представляет собой ядра гелия с массой 4 атомных единицы и зарядом 2⁺. Оно обладает максимальной ионизационной способностью (десятки тысяч пар ионов на 1 см пробега в воздухе) и небольшой проникающей способностью (сантиметры - в воздухе и десятки микронов в биологических тканях). Лист бумаги, ткань халата надежно защищают от a-излучения. Таким образом, a-излучатели представляют опасность при попадании внутрь организма, то есть как источники внутреннего облучения. Попав в жизненно важный орган на небольшом расстоянии они могут нанести существенный вред. Но как источники внешнего излучения они относительно безопасны.

Бета-излучение: b-излучение состоит из электронов, то есть элементарных частиц с зарядом - 1 и массой 1/1840 а.е. В зависимости от энергии линейная плотность ионизации b-излучения составляет от десятков до сотен пар ионов на 1 см пробега, длина пробега в воздухе - от метров до десятков метров. Для защиты от этого излучения следует использовать материалы из веществ с малым порядковым номером: парафины, алюминий стекло и т.д., так как было установлено, что энергия тормозного излучения, образующегося при торможении электронов тем меньшее, чем меньше порядковый номер защитного материала. Поэтому, если использовать материалы с большим порядковым номером, можно получить сильное квантовое тормозное излучение.

Квантовые излучения (g, рентгеновское, тормозное и т.д.) имеют сходные свойства, которые характеризуются высокой проникающей способностью (сотни метров и более в воздухе) и малой ионизационной (несколько пар ионов на 1 см пробега в воздухе). Наименьшую эквивалентную толщину при защите от этих излучений имеют экраны, выполненные из материалов с большим порядковым номером, например, свинец. Однако на практике для снижения экономических издержек используют бетон, баритобетоны, земляные валы, слои воды, увеличивая толщину экранов.

Нейтронное излучение состоит из нейтронов ─ элементарных частиц с нулевым зарядом и массой 1 а.е. Нейтроны обладают невысокой ионизационной способностью (от нескольких до десятков пар ионов на 1 см пробега в воздухе) и большой проникающей способностью, проходя в воздухе сотни и более метров. Защита от нейтронного излучения представляет значительные трудности, так как нейтральные частицы не отклоняются ни в поле ядра, ни в поле электрона и тормозятся, только сталкиваясь с ядрами. Поэтому для защиты от этого излучения очень важное значение приобретает энергия нейтронов. По уровню энергии их подразделяют на 6 групп от медленных до сверхбыстрых. В практических целях важно знать, что медленные нейтроны лучше всего поглощаются материалами, содержащими бор и кадмий (бораль, борная сталь, сплав кадмия со свинцом и т.д.), а быстрые требуют многослойной защиты.

Ионизирующее излучение обладает уникальным биологическим действием на организм, казалось бы, несопоставимым с энергией, которая при этом поглощается тканями. Летальная доза в 1000 рад, при которой наблюдается мгновенная смерть, так называемая "смерть на луче", если бы ее перевести в тепловую энергию вызвала бы повышение температуры тела на тысячные доли градуса. До конца этот феномен пока еще не объяснен. В настоящее время выдвигается гипотеза цепных автокаталитических реакций, усиливающих первичное действие.

Три этапа радиационного поражения ─ по А.М. Кузину радиационное поражение клетки осуществляется в три этапа:

1. Этап физико-химический. На этом этапе излучение воздействует на сложные макромолекулярные образования, ионизируя и возбуждая их.

2. Этап химический. На этом этапе идет взаимодействие радикалов белков, жиров, нуклеиновых кислот с водой, кислородом, радикалами воды.

3. Этап биохимический. Через нарушенные мембраны из органелл высвобождаются ферменты, многие из которых имеют нарушенную структуру.

Прямые эпидемиологические исследованиями японской когорты не установили радиационные риски при малых дозах облучения. Последствия радиационного воздействия на здоровье общих групп населения (в Японии после атомных бомбардировок Хиросимы и Нагасаки) позволяют сделать следующие выводы:

а) самым серьезным последствием при облучении, исходя из единицы дозы на миллион лиц, является рак молочной железы у женщин;

б) наиболее частым видом нефатального рака является рак щитовидной железы;

в) общее число случаев рака, обусловленного облучением, у женщин больше, чем у мужчин, на 50%, в основном за счет рака молочной и щитовидной железы.

Обеспечения радиационной безопасности. Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации источников излучения необходимо руководствоваться следующими основными принципами:

1. непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения (принцип нормирования);

2. запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным облучением (принцип обоснования);

3. поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения (принцип оптимизации).

Таким образом, основной вклад в дозу, получаемую людьми от источников искусственной радиации, вносят различные медицинские процедуры и методы лечения, в том числе рентгенодиагностика и радиотерапевтические установки. Значительно меньшая доза связана с ядерными взрывами и эксплуатацией атомных электростанций, несмотря на ряд катастроф. В тоже время, основными источниками искусственных радионуклидов в приземном слое атмосферного воздуха на территории России являлись выбросы АЭС и других предприятий ядерно-топливного цикла. Имеет значение ветровой подъем радиоактивных веществ с поверхности почв, загрязненных в предыдущие годы в результате испытаний ядерного оружия в атмосфере, а в отдельных регионах Европейской части России, Западной Сибири ─ в результате аварий на ЧАЭ и производственном объединении «Маяк» в Челябинской области.

Специфика внутреннего облучения населения за счет потребления продуктов на территории России в ряде случаев обусловлена особенностями региона. Ввиду специфики высокой концентрации ряда естественных и искусственных радионуклидов в цепочке «лишайник ─ северный олень» у оленеводов ─ коренного населения - содержание свинца-210 в костной ткани и цезия ─ 137 во всем организме превышает средние значения для населения России в 10-30 раз.

Для области малых доз облучения (менее 20 сГр) ─ Международной комиссией по радиологической защите, являющейся наиболее авторитетной международной организацией в данной области, была предложена беспороговая линейная модель. В рамках "пороговой модели" делается предположение об отсутствии каких-либо радиационных эффектов (прежде всего роста онкологические заболеваний) при малых дозах облучения. Учитывая, что дозы облучения ликвидаторов в значительной степени относятся к диапазону малых доз (до 20 сГр), можно ожидать, что только на основе долгосрочных эпидемиологических исследований ликвидаторов можно решить вопрос о том, какая из приведенных моделей действительно позволяет сделать правильный прогноз радиационных эффектов при малых дозах облучения.

Исходя из последних достижений мировой науки, в полном соответствии с рекомендациями Международного Комитета радиационной Защиты (МКРЗ) в нашей стране были разработаны и приняты "Нормы радиационной безопасности¹" (НРБ-99²).

Нормы радиационной безопасности³ " (НРБ-99⁴) регламентируют:

1. Облучение персонала и населения в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения.

2. Облучение персонала и населения в условиях радиационной аварии.

3. Облучение персонала и населения природными источниками ионизирующего излучения.

4. Медицинское облучение населения.

В НРБ сформулированы основные принципы радиационной безопасности (РБ).

1. Непревышение нормативов допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников облучением (принцип нормирования).

2. Недопущение всякого необоснованного облучения, т.е. запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная польза для человека и общества не превышает риска возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному радиационному фону облучением (принцип обоснования).

3. Поддержание на возможно низком достижимом уровне доз облучения и числа облучаемых лиц, при использовании любого источника ионизирующего излучения (принцип оптимизации).

Особенности нормирования в НРБ-99 связаны с тремя моментами:

1. Наличием пороговых и беспороговых эффектов и соответственно необходимостью, так называемого порогово-беспорогового подхода.

2. Численные значения нормативов зависят от того, какая категория населения подвергается облучению.

3. Численные значения нормативов зависят от того, какой орган подвергается облучению.

Особенности нормирования (НРБ¹) радиационного воздействия на людей (облучение) следующие:

1. Нормы учитывают, что абсолютно безвредных уровней в отношении стохастических эффектов нет.

2. Как основная задача ставится следующая - полностью предупредить возможность возникновения детерминированных эффектов.

3. Свести к практически безопасному (приемлемому риску) возникновение стохастических эффектов.

Установлены следующие категории облучаемых лиц: 1) персонал и 2) все население, включая персонал, вне сферы производственной деятельности. Персонал в свою очередь делится на две группы: А - лица, непосредственно работающие с техногенными источниками ионизирующего излучения и Б - лица, находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия.

Для облучаемых лиц устанавливается 3 класса нормативов:

1. Первый - основной, он так и называется «основные дозовые пределы» ─ это величины дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться за год.

Соблюдение этих нормативов предотвращает возникновение детерминированных эффектов, и вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне. Интервал времени возможного воздействия принимается для персонала ─ 50 лет; для населения ─ 70 лет. Количественные значения основных дозовых пределов:

а) для персонала группы А: эффективная доза ─ 20 мЗв в среднем за любые 5 лет последовательно, но не более 50 мЗв (5 бэр) в год.

б) для персонала группы Б: основные дозовые пределы не должны превышать 1/4 для персонала группы А¹.

в) для населения: эффективная доза - 1 мЗв в среднем за любые 5 лет последовательно, но не более 5 мЗв (0,5 бэр) в год².

2. Допустимые уровни ─ являются производными от основных дозовых пределов. Это пределы годового поступления (с воздухом, водой, пищей), допустимые удельные активности, допустимые концентрации, точнее допустимые удельные активности.

3. Контрольные уровни³ ─ контролируемые величины дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения поверхности и т.д., устанавливаются руководством учреждения и органами госсанэпиднадзора для оперативного радиационного контроля, закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности, дальнейшего снижения доз облучения и радиоактивного загрязнения.

Приемлемый риск и нормирование. В целом, во всем мире в области природоохранной политики, охраны здоровья все шире принцип нормирования сочетается с принципом оценки риска. В радиационной гигиене и радиационной защите этот принцип разработан в наибольшей степени. Большие дозы ионизирующего излучения, как известно приводят к детерминированным медицинским эффектам - в обычных условиях встречаются очень редко.

Снижение риска до возможно низкого уровня (оптимизацию) следует осуществлять с учетом двух обстоятельств: а) предел риска регламентирует потенциальное облучение от всех возможных источников излучения¹;

б) при снижении риска потенциального облучения существует минимальный уровень риска, ниже которого риск считается пренебрежимым² и дальнейшее снижение риска нецелесообразно.

5. Ионизирующее излучение: детерминированные и стохастические эффекты.

1. Детерминированные (нестохастические, пороговые), для которых существует порог, ниже которого они не проявляются, а при возрастании дозы выше пороговой закономерно возрастает тяжесть поражения. То есть имеется четкая зависимость отношения «доза ─ эффект». К ним относятся: лучевая болезнь (острая и хроническая), лучевой ожог, лучевая катаракта, лучевое бесплодие, нарушение кроветворения, аномалии в развитии плода, нарушения иммунореактивности, гипофункция щитовидной железы. Существует порог, ниже которого они не проявляются, а при возрастании дозы выше пороговой закономерно возрастает тяжесть поражения. То есть имеется четкая зависимость доза-эффект.

Пороговая концентрация для острой лучевой болезни ─ 100Р, катаракты ─ 200 Р, нарушения кроветворения 50─100 Р. Тяжесть острой лучевой болезни закономерно нарастает с увеличением дозы: 100-200 бэр ─ легкая лучевая болезнь; 200-400 бэр ─ средняя лучевая болезнь; 400-600 бэр ─ тяжелая лучевая болезнь; 600 бэр ─ крайне тяжелая лучевая болезнь. Хроническая лучевая болезнь развивается при ежедневных облучениях: в месяц 25 бэр ─ через 1,5-3 года, 50 бэр ─ через 12 месяцев.

Тяжесть острой лучевой болезни закономерно нарастает с увеличением дозы: 100 ─ 200 бэр ─ легкая лучевая болезнь; 200─400 бэр ─ средняя лучевая болезнь; 400 ─ 600 бэр ─ тяжелая лучевая болезнь; > 600 бэр ─ крайне тяжелая лучевая болезнь.

Хроническая лучевая болезнь развивается при ежедневных облучениях: в месяц 25 бэр ─ через 1,5 ─ 3 года, 50 бэр ─ через 12 месяцев.

2. Стохастические (вероятностные, беспороговые) эффекты ─ включают злокачественные опухоли, наследственные болезни, лейкозы. Эти эффекты не имеют дозового порога. От дозы зависит вероятность их проявления в популяции, а не тяжесть поражения по современным представлениям. Даже 1 квант излучения может вызвать мутацию.

Контрольные вопросы:

1. Основные термины, используемые в безопасности ионизирующего излучения.

2 Физическая природа основных видов ионизирующего излучения.

3. Уникальное биологическое действие ионизирующего излучения.

4. Три этапа радиационного поражения по А.М. Кузину.

5. Детерминированные и стохастические эффекты ионизирующего излучения.

6. Последствия радиационного воздействия на здоровье общих групп населения (в Японии после атомных бомбардировок Хиросимы и Нагасаки).

7. Обеспечения радиационной безопасности обеспечения радиационной безопасности.

8. основной вклад в дозу, получаемую людьми от источников искусственной радиации?

9. Основные источники облучения населения России и обусловленные ими эффективные эквивалентные дозы.

10. Какое содержание понятия "безопасность атомных электростанций " и что является ее объектом и предметом?

11. Что регламентируют "Нормы радиационной безопасности" (НРБ-99)?

12. В чем суть порогово-беспороговой концепции нормирования действия ионизирующего излучения и радиоактивных загрязнений?

5. Назовите три момента, определяющих особенности нормирования ионизирующего излучения в НРБ-99!

6. Назовите три класса нормативов НРБ-99.

7. Как понимать термин «приемлемый риск» в радиационной защите?

8. Что такое детерминированные эффекты ионизирующего излучения?

9. Что такое стохастические эффекты ионизирующего излучения?

10. На каких принципах основывается безопасность атомных электростанциях ?

11. Какое место занимает ядерная энергетика в иерархии опасностей в России?